原発 ２

開沼　博　「『フクシマ』論」著者　　2011.10.17


対策 4 外部電源設備の迅速な復旧
外部電源設備の復旧に要する時間を短くするため、損傷した場合に復旧に時間を
要する外部電源設備の予備、又はそれらを迅速に復旧する作業のための資機材の確
保及び手順をまとめた事故対応マニュアルの整備等を準備しておくことが求めら
れる。また、より早期に復旧作業に着手できるようにするため、電線路が長い場合に
は、損傷箇所を迅速に特定できる設備(フォルトロケータなどの事故点標定装置)
を導入することが求められる。

Ⅲ．所内電気設備について
【要旨】
＜所内電気設備の被害状況＞
○ 第一発電所では、海に近いタービン建屋(T/B)及びコントロール建屋(C/B)の地下階に
設置されたほとんどの電気設備が被水・水没。
○ 非常用ディーゼル発電機(D/G)は、その発電機本体が被水・水没で機能を喪失したほ
か、本体が被水・水没を免れても、起動・運転及び電力供給に必要な直流電源、海水ポン
プ、送電ラインにある高圧配電盤(M/C)、パワーセンタ(P/C)などが被水・水没したこと
により機能を喪失。
○ M/C は、原子炉建屋(R/B)にあった 6 号機を除き、被水・水没により機能喪失した。P/C
は、T/B の 1・2 階にあった 2・4・5 号機の一部の P/C、R/B 地下及びディーゼル発電機建
屋(DG/B)地下にあった 6 号機の非常用 P/C を除き、被水・水没により機能喪失。
○ 直流電源については、地下階に設置していた 1・2・4 号機は水没したが、中地下階に設
置していた3・5・6号機では被水・水没を免れた。ただし、3号機の直流電源は、交流電源
による充電がなされず後に枯渇。5 号機の直流電源は、6 号機の非常用 D/G からの電力
融通で充電を再開。
＜電気設備の機能喪失が他の安全設備に与えた影響＞
○ 1 号機は、津波襲来により、非常用 D/G が機能喪失した全交流電源喪失に加え、直流電
源も機能喪失した完全電源喪失となり、冷却系(非常用復水器(IC)、高圧注水系
(HPCI))が操作不能となり、早期に事象が進展。
○ 2 号機は、1 号機と同様、直流電源を含む完全電源喪失となったため、津波到達時に作
動していた原子炉隔離時冷却 RCIC の制御が不能(RCIC の作動自体は続いた)。
○ 3 号機は、直流電源が機能しており、RCIC 又は HPCI の作動により炉心の冷却が行われ
たが、後に直流電源が枯渇。
＜技術的知見と対策＞
○ 共通要因故障による電源喪失の発生を防止するため、所内電気設備一式の位置的な分
散、建屋等の水密化による浸水対策の強化が求められる。
○ 非常用交流発電機を強化するため、多重化及び冷却方式の多様性を確保することが求
められる。
○ 非常用直流電源を強化するため、長時間の機能維持、個別専用の充電システムを設
置することが求められる。
○ 事故後の対応・復旧を迅速化するため、外部からの給電の容易化、電気設備関係の
予備品を備蓄しておくことが求められる。

Ⅲ-1 所内電気設備の機能と概要
安全上重要な設備・機器等へ電力を供給するシステムを系統で見た場合、電源本体
は勿論のこと、電源の起動系(起動用電源、圧縮空気)、制御系(制御用電源)、及び機能
維持設備(補機冷却系、燃料供給等)が必要である場合があり、また設備・機器等へ電力
を供給するための配電設備が必要である。
ここでは、原子力発電所内の交流及び直流の非常用電源から設備・機器等へ電力を
供給するために必要となる一連の電気設備（以下「所内電気設備」という。）を取り
扱う。
①非常用交流電源(図Ⅲ-1-1 参照)
外部電源喪失等の場合は、所内に設置されている交流電源設備である非常用ディ
ーゼル発電機(D/G)からの電力供給が行われる。
非常用D/Gを起動・運転し電力を供給するためには、非常用D/G本体だけでなく、関
係する設備・機器が正常に機能する必要がある。非常用D/Gの起動時には、燃料だけで
なく、発電機の励磁や遮断器操作のための直流電源、起動時の動力源となる圧縮空気
が必要であり、非常用 D/G の運転中には、ディーゼル機関や各種ポンプ等を冷やす冷
却系(補機冷却用海水ポンプ等)が必要である。
また、非常用D/Gからの電力を設備・機器(ポンプ等)に供給するためには、非常用高
圧配電盤(M/C)、非常用パワーセンタ(P/C)、モーターコントロールセンタ(MCC)等の
一連の配電用の電気設備が必要である。

http://www.hitachi-ies.co.jp/solution/drive/motorctr.htm
より


http://www.nisa.meti.go.jp/shingikai/800/28/002/2-2-1.pdf
より


非常用パワーセンタ(P/C)



②直流電源設備
直流電源設備は、静止型整流装置(充電器)及び蓄電池で構成され、直流電源設備は、
中央制御室制御盤、現場制御盤、中性子モニタ、プロセス放射線モニタ、地震計、原子
炉水位・圧力計、格納容器圧力・温度計等の各種計装制御のほか、原子炉隔離時冷却系
(RCIC)、高圧注水系(HPCI)、非常用復水器(IC)等の設備・機器等の直流電動弁等に電
力を供給する。また、る。電力を供給するためには、MCC 等の配電用の電気設備が必要
である。
外部電源（交流）又は非常用交流電源が機能している時は、充電器を介して交流を
直流に変換した上で電力が供給されるが、交流電源喪失等の場合は、蓄電池から直接
電力(直流)を供給することとなる。
即ち、直流電源設備は、原子炉の制御に不可欠な機能を果たすとともに、交流電源
喪失時における唯一の電力供給源である。
Ⅲ-2 各原子力発電所における津波の襲来状況(表Ⅲ-2-1～Ⅲ-2-3 参照)
第一発電所では、津波遡上高さが敷地高さを超え、タービン建屋(T/B)、コントロー
ル建屋(C/B)等の主要な建物まで浸水し、建屋開口部から建屋内に海水が流入した。

特に、海に近いタービン建屋では地下階が水没するなどし、非常用 D/G や非常用 M/C
等のほとんどが機能喪失するなど所内電気設備に著しい被害が発生した。また、海沿
いに設置された屋外設備(海水ポンプ等)が水没し、機能を喪失した(図Ⅲ-2-1 及びⅢ
-2-2 参照)。
第二発電所では、海沿いの海水熱交換器建屋が開口部からの海水の流入により一
部で水没したが、主要な建物は 1 号機原子炉複合建屋を除き海水の流入はなかった
(図Ⅲ-2-3 及びⅢ-2-4 参照)。
女川発電所では、2 号機で海沿いの施設に流入した海水が原子炉建屋附属棟まで
達し、補機冷却系熱交換器室の一部の機器が被水したが、これ以外、他の号機を含め
主要な建物には海水の流入はなかった(図Ⅲ-2-5 及びⅢ-2-6 参照)。
東海第二発電所では津波対策を実施途中の一部の海水ポンプ等が被水したが、主
要な建物には海水の流入はなかった(図Ⅲ-2-7 及びⅢ-2-8 参照)。
Ⅲ-3 東京電力福島第一原子力発電所の所内電気設備等の被害状況(図Ⅲ-3-1～Ⅲ-3-3
参照)
(1)被害状況(表Ⅲ-3-1～Ⅲ-3-4 参照)
第一発電所では、海に近い T/B 及び C/B の地下階に多くの電気設備が設置されてお
り、そのほとんどが被水・水没し、機能を喪失した。
非常用 D/G は、そのほとんどの発電機本体が被水・水没で機能を喪失したほか、本体
が被水・水没を免れても、起動・運転及び電力供給に必要な直流電源、海水ポンプ、送電
ラインにある M/C、P/C などが被水・水没したことにより機能を喪失した。2・4 号機に設
置されていた空冷非常用 D/G は、原子炉建屋(R/B)から離れた共用プール建屋１階に設
置されており冷却用の海水ポンプは必要でなく津波後も本体の機能は維持されてい
たが、共用プール建屋地下に設置されていた直流電源設備と配電盤の水没で使用でき
なくなった。なお、6号機の空冷非常用D/Gは、ディーゼル発電機建屋(DG/B)に設置され
ており本体が被水・水没を免れたことに加え、後述のとおり直流電源設備や M/C、P/C な
どの機能が維持されていたため、電力供給を行うことができた。
M/Cは、R/Bにあった6号機を除き、被水・水没により機能喪失した。P/Cは、T/Bの1・
2階にあった2・4・5号機の一部のP/C、R/B地下及びDG/B地下にあった6号機の非常用
P/C を除き、被水・水没により機能喪失した。
直流電源設備については、T/B 地下階に設置していた 1・2・4 号機は水没したが、T/B
中地下階に設置していた3・5・6号機では被水・水没を免れた。ただし、3号機の直流電源
設備は、交流電源による充電がなされず後に枯渇した。5 号機の直流電源は、6 号機の非
常用 D/G からの電源融通で充電を再開することができた。
(2) 所内電気設備の機能喪失が他の安全設備に与えた影響(図Ⅲ-3-4 参照)

①1 号機
1 号機は、外部電源喪失に加えて、津波襲来により、非常用 D/G が機能喪失する全交
流電源喪失の状態となった。さらに、直流電源設備も機能喪失した結果、完全電源喪
失の状態となり、冷却系(IC、HPCI)を操作することができず、早期に事象が進展した
(表Ⅲ-3-5 参照)。
IC については、津波襲来後の直流電源喪失により、弁の開閉状況の表示が消えると
ともに、操作不能となった。また、IC 配管の格納容器内側及び外側の隔離弁は、弁開閉
動作の制御回路の直流電源喪失により隔離弁作動のインターロックがフェールセー
フ動作として閉動作する仕組みとなっている。駆動源がなくても使用可能な IC が、
このインターロックにより機能を失う設計となっていたことが正しく認識されてい
なかったことが事故の進展を早めた一因である。更に、格納容器内側の隔離弁につい
ては交流電源駆動であったため、全交流電源喪失の下では直流電源が一時的に復活
した際にも状況確認と操作ができなかった。なお、事故後の現状確認では A 系統 IC
の格納容器内側の隔離弁が部分開であることが確認されているが、開度は現時点で
は不明である。
、HPCI については、津波の襲来までは、給水ポンプにより原子炉水位が回復し、主蒸
気隔離弁(MSIV)が閉止した後は IC の作動により原子炉の水位・圧力が制御できてい
たため、作動していない。津波襲来以降は、直流電源喪失により、HPCI の起動に必要な
機器(補助油ポンプ、電動弁等)が作動できず、使用できない状況となった。
②2 号機及び 3 号機
2 号機は、1 号機と同様、直流電源を含む全電源が喪失したため、津波到達時に作動
していたRCICの制御ができない状況になっていたが、何らかのメカニズムにより、そ
の後 3 日程度の間、RCIC が作動を続け炉心の冷却が継続した(表Ⅲ-3-6 参照)。
3号機は、直流電源が機能しており、RCIC 又はHPCIの作動により炉心の冷却が行わ
れた(詳細は、表Ⅲ-3-7 参照)。
Ⅲ-4 東京電力福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所における電源復旧(表Ⅲ
-4-1 参照)
第一発電所 1～4 号機では、全ての M/C が水没・被水により使用できなかったため高
圧での受電ができず、仮設ケーブルの敷設や移動用 M/C の設置などの復旧作業に長時
間を要した(注:3 月 20 日以降順次受電)。5 号機では、全ての M/C が水没・被水により使
用できなかったものの、6 号機からの電力融通により、3 月12 日には直流電源の一部を
復旧することができた。
第二発電所では、非常用の M/C と P/C の一部が水没した 1 号機では、使用可能な常用
の P/C 又は電源車から仮設ケーブルを敷設し、復旧を進めた。
いずれも、概ね、個々の設備毎に使用可能な M/C、P/C を活用し、又は電源車から仮設
ケーブルを敷設することにより給電の復旧にこぎつけた。

Ⅲ-5 所内電気設備に関する規制の現状
電気設備に関する国内規制としては、原子力安全委員会の安全設計審査指針の「指
針48 電気系統」において、非常用所内電源系は、多重性又は多様性及び独立性を備え
た設計であることが要求されており、また、「指針27 電源喪失に対する設計上の考慮」
において、短時間の全交流動力電源喪失に対して、停止後の冷却を確保できる設計で
あることが要求されている。
なお、原子力安全委員会では、第一発電所の事故を踏まえ、安全設計審査指針等の見
直しを行うため、安全設計審査指針等検討小委員会を設置し代替電源を設置すること
等の全交流電源喪失に関する検討を実施している。
一方、保安院は、緊急安全対策の実効性を担保するため、実用炉規則第11条の3(電源
機能等喪失時における原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備)及び第16条
(保安規定)並びに技術基準省令第5条の2(津波による損傷の防止)により、津波により
3つの機能(交流電源供給機能、海水冷却機能、使用済燃料貯蔵プール冷却機能)を全
て喪失したとしても炉心損傷等を防止できることを法令上の要求とした。
なお、海外では、全交流電源喪失時に備えて代替電源が確保されている例がある(表
Ⅲ-5-1 参照)。
Ⅲ-6 所内電気設備に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
【目標 2】～共通要因による所内電源の機能喪失防止／非常用電源の強化～
所内電気設備のほとんどが機能を失った第一発電所 1～3 号機は最終的には炉心損
傷に至ったが、所内電気設備の機能喪失が一部に留まった他の発電所は冷温停止に移
行することができた。即ち、第一発電所 1～3 号機が炉心損傷に至った原因について
は、起因としては津波であるが、事故進展においては、外部電源喪失時において各種
の安全設備に電力を供給する所内電気設備の機能喪失の影響が非常に大きかったと
言って差し支えない。
従って、原子力発電所の安全確保における電気設備の重要性を、改めて強く認識す
る必要がある。特に、原子炉停止直後に必要な冷却系(IC、HPCI、RCIC)を作動させたり、
原子炉の状況を把握するための中央制御室や各種計装に給電する非常用直流電源は、
その後の事故進展を防止・抑制するために死活的重要性がある。
要件 4 所内電気設備の共通要因故障による機能喪失の防止
海に近く海水が流入した T/B や C/B の地下など低い階に設置されていた電気設備
は、そのほとんどが被水等により機能を喪失した。また、同一建屋の同一階に設置さ
れていた機器は、今回は津波による被水・水没という共通要因により、同時に機能を
喪失した。更に、津波が共通要因故障を引き起こし、多重故障による 1～4 号機間を通
じた電気設備の機能喪失が生じたため、代替機能を短時間で用意することができず
復旧に長時間を要した。（5・6 号機は、1～4 号機とは電力融通ができるようにはな
っていなかった。）
従って、共通要因故障による機能喪失を防止することが極めて重要であり、非常用
電気設備の十分な多様性と独立性を確保する必要がある。また、電気系統の各階層
(M/C、P/C、MCC 等)のいずれにおいても当該階層が電気系統が同様に故障することに
より、電気系統全体が機能を喪失することを防止する必要がある。
対策 5 所内電気設備の位置的な分散
所内電気設備が共通要因によって同時に機能を喪失することを防止するため、非
常用の交流系及び直流系の電源及び配電盤を含め、電気設備一式の多重性を強化す
るとともに、配置場所について、位置的な分散(例えば、配置建屋、建屋内の位置(海
側/陸側、高所/低所)の分散等)を確保することが求められる。
対策 6 浸水対策の強化
想定津波高さに備えた防潮壁等の設置に加え、多重防護の観点から建屋の水密化、
特に重要な非常用電気設備を地下階など浸水の可能性がある場所に設置している場
合には部屋単位での水密化、更には浸水時に備えた排水機能の用意等により確実な
耐浸水性を確保することが求められる。
要件 5 非常用交流電源の強化
非常用D/Gが津波により機能喪失に至ったため、非常用D/G から電気の供給を受け
るはずであった各種の安全設備が機能を失った。非常用 D/G は設備自体が被水・水没
していなくとも、ディーゼル機関等の冷却系の一部である海水ポンプが津波により
破損したため、機能しなかったと推定される。また、燃料供給、起動・制御に必要な
直流電源、送電先の配源盤のいずれかが機能喪失しても使用できなくなった。
従って、上記の共通要因故障の防止に加え、更なる非常用交流電源の多重性と多
様性の強化が必要である。
対策 7 非常用交流電源の多重性と多様性の強化
非常用交流電源の多重性に関し、設備面のみならず運営面においても、点検保守に
よる待機除外、それに加えて自然災害等による機能喪失や故障を考慮した、多重性の
強化を図ることが求められる。
また、本設非常用交流電源の多様性に関し、空冷及び水冷等による冷却方式の多様
性を強化することにより共通要因による非常用交流電源の喪失を防ぐことが求めら
れる。加えて、非常用交流電源全般について、外部電源の復旧期間を見込んだ十分な
燃料を確保することが求められる。

要件 6 非常用直流電源の強化
長期間の全交流電源喪失下での直流電源喪失により、原子炉の状態を検知する計
器類が機能を喪失し、状態把握が著しく困難になった。また、弁開閉のみならず、RCIC
や HPCI の起動・制御ができなくなったことを踏まえ、交流電源が使用できない状況
下では直流電源を維持することが必要不可欠であった。
今回の事故では、交流電源が喪失してから長期に亘り復旧させることができず、こ
れに備えるべき非常用直流電源の蓄電容量が数時間と短かったため、冷却機能等を
長時間維持することができなかった。
従って、蓄電池の大容量化を含めた抜本的な非常用直流電源の強化が必要である。
対策 8 非常用直流電源の強化
電源車や別途の非常用発電機の設置を前提として、非常用直流電源の各系統にお
いて、蓄電池が枯渇する前の充電などにより長期間の機能維持を可能とすることが
求められる。その上で、一系統の蓄電池の蓄電容量（注：独立した一システムの蓄電
容量を含む）のみで負荷の切り離しを行わずに尐なくとも 8 時間（事態の正確な把
握、冷静な判断、作業の準備・実施に必要な時間）、さらに不必要な負荷の切り離し
を実施した上で尐なくとも 24 時間（注：電源車や別途の非常用発電機など外部から
の給電に時間を要する事態を考慮）、プラントの特性に応じて必要な時間の稼働を可
能とするよう蓄電容量を確保することが求められる。
対策 9 個別専用電源の設置
原子炉の状態把握には計装電源が必須であるが、直流電源喪失により隔離弁の開
閉状態、圧力容器・格納容器等の温度が確認できず正確な判断ができなかったことを
踏まえ、シビアアクシデント時などにおいて特に重要な計装に専用(計装と作動が同
一電源の場合を含む)の電源を、充電システムや蓄電池を既設及び代替電源とは別途
用意するなどにより確保することが求められる。
要件 7 事故時・事故後の対応・復旧の迅速化
交流電源の復旧作業は、地震や津波、爆発等による务悪な環境の中、P/C や電源車等
から仮設の配電盤やケーブル等を機器毎に敷設することになり、長時間を要した。交
流電源の復旧に時間を要する中、計器類の直流電源はバッテリーを収集することか
ら始める必要があった。このため、直流電源が機能していた 3 号機においても交流電
源が復旧する前にバッテリーが枯渇し、炉心損傷等への進展を招くこととなった。
従って、全電源喪失時等の緊急事態において、別途用意されている電源車や発電機
などの給電口への繋ぎ込みで即時に対応できることが基本であるが、その上で更に
種々の困難な状況を想定し、マニュアルを整備するとともに、所内電源設備の復旧作
業を迅速に行うための必要資機材の備蓄が必要である。

対策 10 外部からの給電の容易化
電源喪失又はその可能性がある場合、電源車(交流、交流+整流装置)などのバック
アップ設備による給電を確実かつ容易に行えるようにすることが必要。例えば、建
屋外の給電口を規格化した上で2か所以上に分散させ、被水対策(塩水対策含む)を実
施することが求められる。この際、地落側負荷等の切り離しも容易にできる措置を講
じる必要がある。
さらに、建屋外から給電が行えない場合など困難な状況を想定し、マニュアルを
整備する必要がある。
対策 11 電気設備関係予備品の備蓄
様々な状況に対応できる M/C、P/C、ケーブルなど電気設備関係の予備品について、
これらを保管する緊急用資機材倉庫等を確保し、備蓄しておくことや予備設備を設
置しておくことが求められる。また、事故時の対応や事故後の復旧を迅速に行うため、
可搬型の照明設備を用意するなど復旧作業環境の確保を行うとともに、既存設備及
び事故時用の資機材等に関する情報やマニュアルが即時に利用できるよう普段から
準備し訓練を行うことが求められる。さらに訓練に加え、普段から保守点検活動を自
ら行って部品交換などの実務経験を積むことが求められる。

Ⅳ．冷却設備について
【要旨】
<冷却設備の被害と対応の状況>
○ 第一発電所 1～4 号機では、津波の影響により全交流電源が喪失（注：1・2・4 号機に
あっては直流電源を含め全電源喪失）し、常用系の原子炉冷却系や余熱除去系が使用
不能となり、海水系も機能喪失した。更に、一時的に作動した非電源駆動の冷却設備
も停止し、最終的に原子炉及び使用済燃料プールの冷却機能喪失に至った。（注：4
号機は原子炉から全燃料を取り出した状態であったため原子炉冷却機能喪失による
問題は顕在化しなかった。）
○ 1 号機は、直流電源の喪失により高圧注水系(HPCI)が起動できなくなるとともに、
非常用復水器(IC)の隔離弁が閉動作し操作不能となり、早期に原子炉の冷却機能を
喪失したと考えられる。また、緊急時対策所では IC の作動状況の把握が十分でなく、
IC 使用経験不足やインターロック機能の認識不足も指摘されている。

○ 2 号機は、しばらくの間、ｆ原子炉隔離時冷却系(RCIC)で注水されていた。この間、
原子炉格納容器(PCV)の圧力・温度を低下させるためにベントを試みたものの、PCV
圧力が設計圧力程度で高止まりしており、圧力低下が確認できなかった。また、RCIC
停止後には主蒸気逃がし安全弁(SRV)の開操作もバッテリー不足のため難航した。こ
のため、RCIC の停止後に原子炉減圧が迅速にできず、消防車による代替注水も遅れ、
原子炉の冷却機能が喪失したと考えられる。

http://ja.wikipedia.org/wiki/%E9%9D%9E%E5%B8%B8%E7%94%A8%E7%82%89%E5%BF%83%E5%86%B7%E5%8D%B4%E8%A3%85%E7%BD%AE
より
原子炉隔離時冷却系 [編集]
原子炉隔離時冷却系（RCIC系:Reactor Core Isolation Cooling system）は、主蒸気隔離弁が作動され原子炉が隔離・閉鎖された場合に、初期水源は復水貯蔵槽から、その後、最終水源には圧力制御プールからの水を炉心シュラウド外側に注水する。所内電源と非常用ディーゼル発電機による電力のすべてが失われた事態を考慮して、炉心の崩壊熱による蒸気を使用したタービンによってポンプは駆動される。常に待機状態に置かれ、非常時には30秒で定格回転速度に達する必要があり、暖機運転がなく湿度の高い蒸気にも対応するなど、厳しい条件での運転が求められるため、特殊なタービンが使用される。


○ 3 号機はしばらくの間 RCIC で、次いで HPCI で注水されていたが、直流電源節約等の
ため HPCI の流量制御を行った結果として原子炉圧力が低下。このため HPCI を手動
停止し消火系による代替注水に切り替えようとしたが、SRV の開操作に失敗し、原
子炉の冷却機能が喪失したと考えられる。

http://www.jca.apc.org/mihama/fukushima/note_1f3hpci_20120213.pdf
より
そして、福島第一原発３号機の高圧注水系（HPCI）の蒸気管（図１参照）は、HPCIが起動し
たときにはすでに破損していた疑いがきわめて濃厚だと言えるのである。
HPCI（高圧注水系）は、事故時に原子炉内から導く蒸気の力でタービンを回し、それに連
動するポンプで復水貯蔵タンクの水を原子炉内に注入して炉内を冷やす装置である。HPCI は３月12 日12:35 に自動起動したが、そのとたんに原子炉圧力は低下し始め、13 日 2:42 に運転員によって手動停止されたとたんに回復している（図２-1Ａの実測値○印）。この原子炉圧力の挙動から、HPCI 系配管は起動前にすでに破損していたと考えるのがきわめて自然である。
福島原発　津波の前に地震で配管破損か　ストレステストの意味を問う



○ 第一発電所 5・6 号機、第二発電所 1・2・4 号機は、残留熱除去機能が喪失したものの、
注水機能が確保できたため、その後の残留熱除去設備の復旧により冷温停止に移行
できた。第二発電所 3 号機等は一部の冷却設備で被害があったものの、一連の冷却系
統が 1 系統以上確保されていたため、冷温停止に移行できた。
○ 1～4 号機の使用済燃料プールについては、電源喪失により冷却機能を喪失し、更に
海水系も機能喪失したことから、既設系統による冷却機能を短時間で回復すること
は困難になった。1・3・4 号機では高所への継続的な注水手段の確保に時間を要した。
<技術的知見と対策>
○ 初期対応において的確な判断が行えるため、炉心冷却を最優先すべき状況の判断基
準を明確化し、そのためのハード（計装系、線量計、マスク等）とソフト（操作手順書
等）を整備することが求められる。
○ 冷却設備の共通要因故障による機能喪失を防止するため、建屋等の水密化による耐
浸水性や位置的分散、最終ヒートシンクの多様性の確保が求められる。
○ 注水機能を強化するため、隔離弁の駆動源喪失時の強制動作メカニズム導入などに
よる動作確実性の向上、駆動源の多様化、吐出圧の高いポンプ、建屋外の注水口の
整備などによる代替注水機能の強化をすることが求められる。
○ 使用済燃料プールの冷却・給水機能の信頼性を向上させるため、機能の多重化及び
多様化を確保することが重要。また、冷却対応が必要となるまでの猶予時間が十分
確保できるよう、空冷設備の設置、乾式貯蔵の採用などによる貯蔵の分散化を図る
ことが求められる。
Ⅳ-1 冷却設備の機能と概要
原子炉の冷却設備については、原子炉内の高温の冷却水を抽出して系外の冷媒と熱
交換する設備と、主に事故時に原子炉へ冷却水を注水する設備及び原子炉内の蒸気を
取り出して気化熱を原子炉外に排出する設備がある。
その他、復水器、原子炉格納容器冷却系、使用済燃料プール冷却系、補機冷却系など
があり、さらに原子炉冷却系や原子炉格納容器冷却系などが機能喪失した場合に代替
冷却注水系等が準備されている。
今回の事故では、電源の喪失によりほとんどの冷却機能が使用できない状態となっ
たため、ディーゼル駆動消火ポンプ(D/D-FP)での注水や格納容器(PCV)ベントによる
圧力抑制室(S/C)の冷却などシビアアクシデント対策として整備されたものを含め一
部の冷却設備しか利用することができず、原子炉への注水を継続することができなく
なったことから、結果的に炉心損傷に至ってしまった。
Ⅳ-2 津波による冷却設備の被害と対応の状況
(1)炉心損傷に至ったプラント(第一発電所 1～3 号機) (表Ⅳ-2-1 参照)
第一発電所 1～3 号機については、津波の影響により全交流電源が喪失（1・2 号機
においては直流電源を含め全電源を喪失）し、海水系（注：原子炉で発生する熱や非
常用 DG 等の補機で発生する熱を海に放出するための系統）の機能喪失も相まって、
一時的には原子炉隔離時冷却系(RCIC)等の蒸気駆動の系統の一部は作動したものの、
最終的には原子炉及び使用済燃料プールの冷却機能を喪失した。各号機の事象の詳
細については別添資料 2 に記載しているため、概要について以下に示す。
①1 号機(図Ⅳ-2-1～Ⅳ-2-5、表Ⅳ-2-2 及びⅣ-2-3 参照 )
1 号機の原子炉は、地震動を検知して自動停止し、地震による外部電源喪失に伴
い、給水ポンプ停止の他、主蒸気隔離弁(MSIV)が閉止。これに伴い原子炉圧力が上
昇して非常用復水器(IC)が自動起動した。その後は、ICの操作により原子炉圧力の
調整が行われた。

http://ja.wikipedia.org/wiki/%E9%9D%9E%E5%B8%B8%E7%94%A8%E7%82%89%E5%BF%83%E5%86%B7%E5%8D%B4%E8%A3%85%E7%BD%AE
より
非常用復水器
冷却水との熱交換によって冷却凝縮し蒸気を水に戻す装置で、日本の原子炉では海水を冷却水としているが、大陸国家の内陸部に設置される原子炉では空冷式も存在する[要出典]。初期の古いBWR炉には原子炉隔離時冷却系（RCIC）ではなく、非常用復水器（IC）が実装されている。

その後の津波襲来により、非常用 D/G が機能喪失して電動ポンプが使用できな
くなり、更には直流電源も機能喪失し、この時点で高圧注水系(HPCI)や炉心スプレ
イ系などの非常用炉心冷却設備(ECCS)全ての機能が失われた。なお、中央操作室で
は地震発生直後に大津波警報が発令されたことを認識していたが、今回のような
大津波が襲来することは予想しておらず、事故時運転操作手順書に定められた手
順により原子炉を冷温停止できると考えており、津波襲来に備えた特段の措置は
とられていなかった。
IC については、津波襲来後の直流電源喪失により操作不能となった。IC は直流
電源喪失で隔離弁作動のインターロックがフェールセーフ動作し、全ての隔離弁
が閉動作する仕組みとなっていたことから、11 日 18～21 時台に A 系の弁操作を
行ったものの、十分機能できない状態にあった可能性が高いと考えられる。
一方で、発電所内の緊急時対策所においては、IC の作動状況の把握が十分でな
く、作動が継続していると誤認していた。この点については、IC の隔離インターロ
ックに関する認識不足の他、通信設備や情報共有の体制の課題と考えられる。
（注：通信設備等についてはⅥ章にて整理。）
HPCI については、津波襲来後、直流電源喪失により起動に必要な機器（補助油ポ
ンプ、電動弁等）が作動できず使用できない状況となった。
12 日以降、消火系を用いた代替注水作業を進めたが、直流電源喪失や圧縮空気
枯渇等により主蒸気逃し安全弁(SRV)の操作や PCV ベントに必要な弁操作に時間
を要したほか、燃料の枯渇、セルモ－タ地落等による D/D-FP が使用不能となり、消
防車や水源の確保にも時間を要した。また、原子炉建屋(R/B)内の線量上昇や地
震・津波によるがれき等の散乱により現場での作業も困難を伴った。
③ 2 号機(図Ⅳ-2-6、表Ⅳ-2-4 参照 )
2 号機の原子炉は地震動を検知して自動停止し、地震による外部電源の喪失に
伴い、給水ポンプ停止の他、MSIVが閉止し原子炉圧力が上昇したためSRVの逃がし
機能が働いて原子炉内の蒸気が S/C へ放出される状態となった。このため、原子炉
水位の維持のため RCIC を手動起動した。
津波襲来により、非常用 D/G が機能喪失して炉心スプレイ系などの電動ポンプ
を用いた冷却系が使用できなくなり、さらには直流電源も機能喪失して HPCI も使
用できなくなった。しかしながら手動起動していた RCIC は 14 日 13 時頃まで運転
が継続された。
PCV ベントについては、1 号機と同様、直流電源喪失や圧縮空気枯渇等により弁
の開操作に時間を要した。しかしながら、2 号機では PCV 圧力が設計圧力付近で
あったこともあり、ラプチャーディスクの開放がなされなかったためか、ベント
が十分機能せず、圧力の低下は確認できなかった。
SRV による原子炉減圧については、こうした PCV 圧力の高止まりやバッテリー
の手配のため迅速に実施できなかった。
消防車による代替注水については、原子炉減圧が難航したことに加え、消防車
の燃料切れなどもあり減圧後直ちに実施できなかった。

③3 号機(図Ⅳ-2-7、表Ⅳ-2-5 参照 )
原子炉は地震動を検知して自動停止し、地震により外部電源が喪失した。これに
伴い、給水ポンプ停止の他、MSIV が閉止し、原子炉圧力が上昇したため SRV の逃が
し機能が働いて原子炉内の蒸気が S/C へ放出される状態となった。このため、原子
炉水位の維持のため RCIC を手動起動した。
津波襲来により、非常用 D/G が機能喪失して炉心スプレイ系などの電動ポンプ
を用いた冷却系が使用できなくなったが、直流電源が機能しており、RCICの運転が
継続された。 また、HPCI も待機状態を維持しており、3 月 12 日 11 時36 分に RCIC
が停止した後、12 時 35 分に HPCI が自動起動し、13 日 2 時 42 分に停止するまで水
位が維持された。
HPCI については、D/D-FP による代替注水に移行するため手動停止された。しか
しながら、電源不足により SRV が直ちには動作せず、その間に原子炉圧力が上昇し
てしまった。また、D/D-FP は、HPCI 手動停止時において S/C スプレイに使用され
ており原子炉への注水が即座にできる状況になかった。即ち、代替注水の事前準
備が十分できていない中で HPCI の手動停止が行われたと考えられる。
原子炉減圧や PCV ベントについては、1・2 号機と同様、直流電源喪失や圧縮空気
枯渇等により弁操作に時間を要した。特に PCV ベントは圧縮空気の圧力不足や電
磁弁の励磁維持の問題から十分にライン構成を維持できず、弁の開操作が繰り返
し行われた。
代替注水の水源確保については、3 号機だけでなく 1～3 号機共通の課題であっ
た。第一発電所では容量 8000kl のろ過水タンクが 2 体あったが、地震による損傷
もあり、ろ過水タンクの淡水を水源として利用することができなかった。このた
め、各号機の近辺にある防火水槽や 3 号機の逆洗弁ピットの海水（注：津波によ
り溜まったもの）を当初利用したが、その後、3 号機 R/B の爆発の影響もあり逆
洗弁ピットも使用できなくなり、複数の消防車を利用して海から直接注水するこ
ととなった。
(2)残留熱除去機能の復旧により冷温停止に移行したプラント(表Ⅳ-2-6 参照)
第一発電所 5・6 号機及び第二発電所 1・2・4 号機は、電源が確保されたことから、
RCIC、復水補給水系(MUWC)等による冷却水の注水が機能しており、SRV による S/C へ
の蒸気放出と併せて原子炉冷却は維持できたが、最終ヒートシンクである海に熱を
放出する海水系(RHRS)が機能喪失していた。
このため、これらプラントでは、RHRS の復旧作業を進め、この間、S/C の温度・圧力
が上昇したが、第一発電所 5・6 号機は仮設の水中ポンプにより、第二発電所 1・2・4 号
機は電動機交換や仮設ケーブル敷設により、それぞれRHRの残留熱除去機能を回復さ
せ、最終的には原子炉の冷温停止に移行することができた。
なお、第二発電所3号機、女川発電所2号機、東海第二発電所は一部の冷却設備で被
害があったものの、最終ヒートシンクまでの一連の冷却系統が確保されていたため、
比較的早期に冷温停止に移行することができた。
(3)使用済燃料プール（第一発電所）(図Ⅳ-2-8～Ⅳ-2-12 参照)
第一発電所の使用済燃料の貯蔵施設としては、各号機の R/B 内に設置されている
使用済燃料プール、運用補助共用施設内の共用使用済燃料プールのほか、専用建屋
に乾式貯蔵キャスクが設置されている。
各号機の使用済燃料プールは、使用済燃料プール冷却設備で温度管理され、冷却
水補給設備で水位維持されるが、全交流電源喪失により、これらの設備は使用不能
となったほか、海水系も津波により機能喪失した。このため、電源が回復しても既
存設備による冷却機能の回復は困難となり、3 月 17 日以降、水素爆発により建屋上
部が開いていた 1・3・4 号機ではヘリコプター、 放水車、消防車、コンクリートポン
プ車により上部から、2 号機では既設の燃料プール冷却系（FPC）配管を用いた冷却
系ラインから、それぞれ水を補給した。こうした注水の結果、いずれの使用済燃料
プールでも燃料の露出や損傷は生じなかったと考えられる。
一方、空冷式の共用使用済燃料プールは、3 月 24 日 18 時に電源が回復し冷却を再
開した。また、乾式貯蔵キャスクは、自然対流により空冷されるため、建屋内に大
量の海水、砂、瓦礫等が流れ込んだが、キャスク自体の健全性は維持され冷却機能
は確保された。
Ⅳ-3 冷却設備に関する規制の現状
(1)緊急安全対策による冷却系統の信頼性向上対策
平成23年3月30日に各電力会社に指示した緊急安全対策により、第一発電所と同程
度の地震・津波が襲来し、仮に全交流電源等を喪失したとしても、電源車やポンプ車等
の配備により安定的に炉心等を冷却する対策、必要な浸水対策及び津波の防御対策を
講じることを求めた。
各事業者が作成した対策内容については、全交流電源等喪失時において、原子炉停
止後の崩壊熱を除去し冷却するために必要な水量を解析評価し、この評価に基づいて、
一定時間内にポンプ車や電源車等により給水及び電源供給が行われることが適切に
マニュアルに記載され、訓練がなされていること、また、これらにより燃料が損傷する
ことなく原子炉を高温停止状態に維持できることを確認した。
さらに原子炉を安定的に冷却する状態を維持して、長期間の冷却を維持することに
より、または、仮設ポンプの設置や海水ポンプ等の復旧等により、冷温停止状態に繋げ
ることができることを確認した。
また、同様に、使用済燃料プールに対しても注水が確実に実施できることを確認し
た。

http://www.tse.or.jp/market/data/sector/others.html
投資部門別売買状況（ETF/REIT・REIT指数先物取引）
投資部門別売買状況


http://www.nsc.go.jp/shinsashishin/anzen.htm
安全審査指針集

http://www.nsc.go.jp/shinsashishin/pdf/1/ho021.pdf
より
沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び
熱的運転制限値決定手法について

http://www.nsc.go.jp/
第18回原子力安全委員会定例会議 速記録を掲載しました　など

http://www.nsc.go.jp/shinsashishin/anzen.htm
原子力安全委員会指針

http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/111202g.pdf
中間報告　別冊


http://www.nisa.meti.go.jp/shingikai/800/28/240307/240307-2.pdf

高速増殖原型炉もんじゅの特徴

http://wwwcms.pref.fukushima.jp/download/1/energy_050629anzenkakuho.pdf

不 正 問 題 再 発 防 止 の 取 組 み平 成 １ ７ 年 ６ 月
福 島 県

http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2012/siryo12/index.htm

第１２回原子力委員会定例会議

http://www.meti.go.jp/press/2011/02/20120216004/20120216004-5.pdf
東京電力株式会社福島第一原子力
発電所事故の技術的知見について
中間とりまとめ
参考資料集


http://www.minpo.jp/view.php?pageId=4107&blockId=9960396&newsMode=article
福島民法

http://www.music-style.info/music-style/html/002_004.html
ラジオ　インターネットラジオ

http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/release.html
経済産業省
原子力発電所事故収束に向けた道筋

http://www.mod.go.jp/e/jdf/no11/special.html
防衛賞　英文

http://www2.ttcn.ne.jp/honkawa/4520.html
主要国の家計貯蓄率の推移をグラフ

http://ginkoutaisaku.seesaa.net/article/197235330.html
中小企業の運転資金

http://kabushiki-blog.com/article/22757604.html
株式投資歴10年目の管理人が株式市場や証券会社関連のニュースを解説するサイト

http://blogos.com/article/6216/
より


「ストレステストで原発の安全は担保されない」欧州からの警告 2012.1.9

原発 １

吉岡斉　（事故調委員）に聞く　「原発再稼動わたしはこう思う」


http://www.meti.go.jp/press/2011/02/20120216004/20120216004-3.pdf

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の
技術的知見について
（中間取りまとめ）
平成２４年２月
原子力安全・保安院



要約
Ⅰ.検討の背景と進め方について
Ⅰ-1 東北地方太平洋沖地震について
Ⅰ-2 東京電力福島第一原子力発電所等の事故の概要
Ⅰ-3 東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえた検討課題及び検討の進め方
Ⅰ-4 中間取りまとめの構成と今後の取扱い
Ⅱ.外部電源設備について
Ⅱ-1 地震による外部電源の被害と影響
Ⅱ-2 外部電源設備に関する規制の現状
Ⅱ-3 外部電源に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
Ⅲ.所内電気設備について
Ⅲ-1 所内電気設備の機能と概要
Ⅲ-2 各原子力発電所における津波の襲来状況
Ⅲ-3 東京電力福島第一原子力発電所の所内電気設備等の被害状況
Ⅲ-4 東京電力福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所における電源復旧
Ⅲ-5 所内電気設備に関する規制の現状
Ⅲ-6 所内電気設備に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
Ⅳ.冷却設備について
Ⅳ-1 冷却設備の機能と概要
Ⅳ-2 津波による冷却設備の被害と対応の状況
Ⅳ-3 冷却設備に関する規制の現状
Ⅳ-4 冷却設備に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
Ⅴ.閉込機能に関する設備について
Ⅴ-1 格納容器の破損等による放射性物質の漏えい経路
Ⅴ-2 ベントによる建屋への水素の逆流
Ⅴ-3 ベント操作と低圧注水への移行
Ⅴ-4 水素爆発
Ⅴ-5 閉込機能に関する設備に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
Ⅵ.指揮・通信・計装制御設備及び非常事態への対応体制について
Ⅵ-1 指揮・通信・計装制御設備に関する被害状況
Ⅵ-2 指揮・通信・計装制御設備に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
Ⅵ-3 非常事態への対応体制

Ⅶ．今後の規制に反映すべき視点について
Ⅶ-1 規制機関として安全確保に取り組む上で反省すべき点
Ⅶ-2 規制の体系に関して反映すべき視点
＜別添資料＞
[別添資料１] 地震による設備・機器等への影響
1.地震応答解析による設備・機器等への影響評価
2.プラント状況からみた設備・機器等への影響評価
3 これまでの調査・分析を踏まえた地震の影響に関する考察
[別添資料２] 1～3 号機の事象進展に関する整理と考察
1.事象進展に関する整理
2.各冷却設備の動作状況に関する考察
3.格納容器圧力の挙動 (2・3号機)に対する考察
4.考察結果に基づく事象進展解析
中間取りまとめ 対応の方向性（ポイント）
「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見に関する意見聴取会」名簿
開催実績
図表集

要約
平成 23 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震及び地震に伴う津波により全電源が喪失
し、東京電力福島第一原子力発電所（以下「第一発電所」という。）はシビアアクシデン
ト（過酷事故）に至り、その結果、大量の放射性物質が環境中に放出された。
原子力安全・保安院は、原子力安全規制機関として、この事故を防止できなかったこ
とを深く反省し、事故から得られる教訓を今後の原子力安全に役立てていかなければな
らない。こうした観点から、事故の発生及び進展の事故シーケンスに沿って、現時点ま
でに分かる範囲で事実関係を整理し、技術的知見に関する検討を行った。
3 月 11 日 14 時 46 分、第一発電所の地域を震度 6 強の地震が襲い、第一発電所は地震
の揺れにより所外からの給電が途絶する状態となった。4・5・6 号機は定期検査で停止
中であり、運転中の 1・2・3 号機は、速やかに原子炉が停止するとともに、所内の非常
用電源と冷却設備が作動し、「止める」・「冷やす」・「閉じ込める」機能は正常に働いた。
地震時及び地震後のプラント挙動に関する現時点のデータや分析の範囲内では、基本的
な安全機能を損なう地震の被害があったことを示す知見は得られていない。
地震の観測記録を用いた地震応答解析においても、安全上重要な機能を有する主要設
備は評価基準値を満足している。更に、5 号機の内部調査を行った結果、建物の構造に
影響を及ぼすようなひび割れや機器・配管の変形は認められなかった。
従って、安全上重要な機能を有する主要設備については、地震の影響により微尐な漏
えいが生じるような損傷があったかどうかまでは現時点で確かなことは言えないとして
も、基本的には安全機能を保持できる状態にあったと推定される。
3 月 11 日 15 時 27 分及び 35 分、巨大な津波が第一発電所を襲い、海側に設置されて
いた冷却用のポンプ類は全て機能喪失した。更に、非常用ディーゼル発電機、配電盤、
蓄電池等の電気設備の多くは、海に近いタービン建屋等の地下階に設置されていたため、
建屋の浸水により殆どが同時に水没・被水し機能を失った。「冷やす」機能に関係する安
全設備の多くは電気で作動するため、電気設備の機能喪失は、事故の進展を防止する上
で致命的であった。また、安全上重要な同種の設備・機器が、津波や浸水という共通の
要因により、同時に機能喪失したところに大きな問題があった。
殆どの電源及び配電の機能が失われた 1・2・3 号機の原子炉で生き残った冷却機能は、
電気に依らなくても駆動できる設備であり、それぞれ非常用復水器（1 号機）、原子炉隔
離時冷却系（2 号機）、原子炉隔離時冷却系と高圧注水系（3 号機）のみであった。1 号
機の非常用復水器は、操作に必要な直流電源の喪失とそれに伴う隔離弁の閉動作等によ
り十分に機能せず、早期に原子炉の水位が維持できない状況になった。2・3 号機におい
ては、原子炉隔離時冷却系または高圧注水系が作動し水位が維持されていたが、その間
に適切に減圧し低圧の代替注水に移行することができなかった。その結果、いずれの原
子炉においても、水位の低下により炉心が露出し、ついには炉心損傷に至った。

炉心損傷に伴う高温下において、燃料被覆管中のジルコニウムと水の反応により大量
の水素が発生し、蒸気とともに格納容器内に放出された。格納容器は、高圧に加え炉心
損傷の影響を受けて高温となったため、閉込機能が务化し、放射性物質や水素が混じっ
た蒸気が原子炉建屋内に漏えいしたと考えられる。
1・3 号機では、このようにして水素が漏えいしたほか、格納容器ベントの際、これに
繋がっている非常用ガス処理系（SGTS）が隔離されなかったため、ある程度の水素が原
子炉建屋に逆流したことは否定できない。1・3 号機の原子炉建屋は、こうして滞留した
水素が爆発したと考えられる。
2 号機においても、1・3 号機と同様に、原子炉建屋に水素と放射性物質が混じった蒸
気が漏えいした。ブローアウトパネルが偶然開いたことから爆発には至らなかったが、
やはり大量の放射性物質が放出されたものと考えられる。
4 号機は、定期検査中で圧力容器から燃料が取り出されていたが、3 号機のベントで放
出された水素が連結した配管を逆流し、原子炉建屋内に滞留して爆発したものと推定さ
れる。
地震及び津波により電源が喪失したことにより、照明、通信、計装、モニタリング等
の機能が大きく損なわれ、迅速・的確な事故対応を行うために必要なコミュニケーショ
ン・ツールの確保や情報の収集が迅速にできなかったことも、事故の進展を食い止めら
れなかった要因のひとつと考えられる。
今のところ、放射性物質による汚染等のため現場の確認を行うことが難しい設備・機
器が多く、溶融・落下した炉心の状況など事象の解明が十分に進んでいない部分も残さ
れているが、事故の発生及び進展に関し、現時点で分かる範囲の事実関係を基に、今後
の規制に反映すべきと考えられる事項を以下のとおり 30 項目程度の対策として整理し、
中間的に取りまとめた。
なお、この中の一部には、今回のような地震・津波が襲来しても炉心損傷に至る事故
の発生及び進展を防止するため、既に事業者に指示し実行に移されている「緊急安全対
策」も含まれている。





※下線の対策については主に BWR のみを想定
原子力安全・保安院としては、更に技術的知見を広く収集し、本中間取りまとめの内
容の充実を図っていく予定である。また、これまでの原子力安全規制に欠けていた点や
反省すべき点を踏まえ、特にシビアアクシデント対策の強化に取り組んでいく必要があ
る。


Ⅰ．検討の背景と進め方について
Ⅰ－1 東北地方太平洋沖地震について
東北地方太平洋沖地震は、平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分に発生し、東日本太平洋
岸地域に甚大な被害をもたらした。この地震は、我が国観測史上最大のマグニチュー
ド 9.0 を記録し、震源は北緯 38.1 度、東経 142.9 度、深さ 23.7km であった(図Ⅰ-1-1
参照)。この地震により、その後 7 波にわたって東北地方に大規模な津波が襲来、全
浸水面積は 561km
2におよび死亡者・行方不明者は約 2 万 5 千人となっている。
東京電力株式会社島第一原子力発電所（以下「第一発電所」という。）の原子炉建
屋基礎版上において観測された地震動については、基準地震動 Ss の最大応答加速度
値を概ね下回っているものの、2・3・5 号機の東西方向において、一部、最大加速度
値が基準地震動 Ss を上回っていた(表Ⅰ-1-1 参照)。
また、津波については、3 月 11 日 15 時 27 分(地震発生から 41 分後)に最初の大き
な波が第一発電所に到達し、その後 15 時 35 分に次の大きな波が到達した。同発電所
における設置許可上の設計津波高さは 3.1m、土木学会による「原子力発電所の津波評
価技術」に基づく評価(2002 年)では、最高水位が 5.7m とされていたが、実際の津波
遡上高さは 14m～15.5m におよんだ。
Ⅰ－2 東京電力福島第一原子力発電所等の事故の概要
第一発電所には、1～6 号機までの 6 基の沸騰水型原子炉（BWR）が設置されており、
総電気出力は 469.6 万 kW である(図Ⅰ-2-1 参照)。3 月 11 日の地震発生時は、１号
機は定格電気出力運転、2・3 号機は定格熱出力運転を行っており、4・5・6 号機は定
期検査中であった。このうち、4 号機については、大規模修繕工事を実施中であり、
原子炉圧力容器にあった燃料は全て使用済み燃料プールに移送された状態であった。
地震による揺れを受けて、当時運転中であった 1～3 号機は、原子炉が正常に自動
停止した。同発電所においては、外部からの受電系統 7 回線(うち１回線は工事停止
中)の全てが、地震による近傍盛土の崩壊に伴う送電鉄塔の倒壊や受電用遮断器、断
路器の損傷などにより受電できない「外部電源喪失」状態となった。これを受け直ち
に、非常用ディーゼル発電機(D/G)が起動し所内電源を確保するとともに、原子炉隔
離時冷却系(RCIC)や非常用復水器(IC)などの炉心冷却系の起動により、原子炉は正常
に冷却されていた。
その後、津波の襲来により 1～5 号機において、非常用 D/G、交流電源設備(高圧電
源盤(M/C)、パワーセンター(P/C)等)が水没・被水することなどにより使用不能とな
り、交流電源を駆動電源として作動する注水・冷却設備が使用できない状態となった
(「全交流電源喪失」) (表Ⅰ-2-1 参照)。また、全ての号機の冷却用海水ポンプも
津波により水没・被水し、残留熱除去系及び補機冷却系が機能喪失し、原子炉内の残
留熱や機器の使用により発生する熱を海水へ逃がす「最終ヒートシンク」喪失となっ
た。
更に、1・2・4 号機では、津波の襲来により直流電源機能や中央操作室における計
測機器等が全て機能喪失し、プラントの状態監視や電動弁の制御等が出来なくなった。
また、直流電源機能が残った 3 号機においても、最終的にはバッテリーが枯渇し、1
～4 号機において交流電源及び直流電源の両方を長時間にわたって喪失する「完全電
源喪失」の状態となった。
こうした完全電源喪失などのため、炉心冷却システムが停止したことにより、原子
炉水位が低下し、炉心の露出から最終的には炉心溶融に至った。その過程で、燃料の
被覆管中のジルコニウムと水が反応し、大量の水素が発生した。この水素が揮発性の
放射性物質とともに格納容器を経て原子炉建屋に漏えいし、1・3・4 号機の原子炉建
屋で水素爆発が発生した(図Ⅰ-2-2 参照)。また、周辺の汚染を引き起こした。
一方、その他の原子力発電所においても、地震及びその後の津波により、外部電源、
交流電源、海水冷却機能に大規模な被害が生じたものの、東京電力株式会社福島第二
原子力発電所（以下「第二発電所」という。）及び東北電力株式会社女川原子力発電
所（以下「女川発電所」という。）においては、外部電源が１回線は使用可能であっ
たこと、また日本原子力発電株式会社東海第二発電所（以下「東海第二発電所」とい
う。）においては、非常用 D/G が使用可能であったことにより、交流電源の喪失には
至らなかった。また、冷却用海水ポンプについても一部が残存し、その機能を確保す
ることができた。この結果、これらの原子力発電所においては、最終的に冷温停止に
至ることができた(表Ⅰ-2-2 参照)。
Ⅰ－3 東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえた検討課題及び検討の進め方
津波による所内電気設備の共通要因故障が長時間の全電源喪失を引き起こし、アク
シデントマネジメントが不十分であったことなどから、結果としてシビアアクシデン
トを防止できず、大量の放射性物質が環境中に放出されたことについては、原子力安
全・保安院（以下「保安院」という。）は、原子力安全規制担当機関（以下「規制機
関」という。）として深く反省しなければならない。そして、今回の事故から可能な
限りの教訓を引き出し、今後の原子力安全に役立てていくことは規制機関の責務であ
る。
こうした観点から、保安院は、事故の発生及び事故の進展について現時点までに判
明している事実関係について、工学的な観点から、事故シーケンスに従って出来る限
り深く整理・分析することにより、事象の各段階における技術的知見を体系的に抽出
し、主に設備・手順に係る必要な対策の方向性について検討することとした。このた
め、意見聴取会を設置し、保安院の分析や考え方に対する専門家の意見を聴きながら、
検討を進めてきた。
※今回の事故を踏まえ、地震による第一発電所、第二発電所、女川発電所及び東海第二発電所
への地震動及び津波の影響評価や連動による地震・津波の評価方法など今後の耐震安全性
評価に対する反映方針等については「地震・津波に関する意見聴取会」において、また、
今回の事象進展における経年务化の影響については「高経年化技術評価に関する意見聴取
会」において、それぞれ専門家の意見を踏まえ、検討が行われている。
具体的な検討の対象は、第一発電所の事故における外部電源設備(変電所、開閉所
等)、所内電気設備(非常用電源設備等)、冷却設備(炉心冷却系、補機冷却系等)、閉
込機能に関する設備(格納容器、ベント設備等)、指揮・通信・計装制御設備(通信設
備、炉内計装設備等)等である。事故シーケンスにおける検討の範囲は、地震の発生
から、炉心損傷及び閉込機能喪失により放射性物質が外部環境に放出されるまでの発
電所で生じた事象とした。また、第一発電所全号機の原子炉建屋及び原子炉建屋に設
置される耐震安全上重要な機器・配管系が今回の地震により受けた影響については、
「建築物・構造に関する意見聴取会」において別途モデル解析などを実施しているこ
とから、合同で意見聴取会を開催し、関係する論点についての検討を行った。
本中間取りまとめは、こうした検討を通じて抽出した技術的知見とそれを実現する
ために考えられる対策の提案を整理したものである。ただし、個々の対策は事故の事
象面からボトムアップ的に導き出したものである。そのため、これらの対策間の関係
や重要度の比較、システム全体としての安全性向上について検討するとともに、より
広く起因事象を包含したシビアアクシデントへの対応も含め、トップダウン的な方法
論により体系的に検討・整理する必要がある。また、実際に規制として適用するに当
たっては、更に設計ガイドライン等の整備が必要である。
また、第一発電所 1～4 号機では、事故後の放射性物質による汚染などのために現
場の確認を行うことが難しい設備・機器が多く、また溶融・落下した炉心の状況など
事象の解明が十分に進んでいない部分や分析が不十分なところも残されているため、
今後更に分析を加え内容の充実を図っていく必要がある。
また、第一発電所は沸騰水型原子炉（BWR）であり、本中間取りまとめに記載した
技術的知見と対策は、基本的に BWR を念頭に置いて整理している。このため、加圧水
型原子炉（PWR）と共通であると考えられる事項のほか、主に BWR のみに適用される
事項とがある。（注：主に BWR にのみ適用される対策については、個別対策毎に注釈
を付記した。）
Ⅰ－4 中間取りまとめの構成と今後の取扱い
本検討においては、事故の発生及び事故の進展に関し現時点までに判明している事
実関係について、事故シーケンスに従って整理・分析してきた。従って、本中間取り
まとめにおいても、事故シーケンスを基本として、「外部電源設備」、「所内電気設備」、
「冷却設備」、「閉込機能に関する設備」及び「指揮・通信・計装制御設備等」につい
て、それぞれに章立てを行い、これまでの検討結果を中心に記載した。更に、今回の
検討を通じて明らかとなった、今後の安全規制に反映すべき視点を整理した。
また、地震による設備・機器等への影響についても、「建築物・構造に関する意見
聴取会」と合同で意見聴取会を開催し分析を行ったことから、別添資料として検討結
果を整理した。また、事故発生後の炉心冷却に関する事象進展については、事実関係
が複雑で多岐に亘るため、別添資料として詳細な整理と考察を行った。意見聴取会に
提出した図表についても、可能な限り整理して掲載することとした。
なお、本中間取りまとめは、あくまで保安院が規制機関としての責任の下で整理し
たものであり、意見聴取会ではその参考とするための意見を聴いたものである。
本中間取りまとめの今後の取扱いについては、更に分析を加え内容の充実を図って
いく必要があることから、技術的知見を広く募集し今後の参考としていく予定である。

Ⅱ．外部電源設備について
【要旨】
<外部電源の被害状況>
○ 東北地方太平洋沖地震により、東通発電所、女川発電所、第一発電所、第二発電所及
び東海第二発電所の外部電源が一部系統を除き停止。
○ 第一発電所では、開閉所の遮断器及び断路器の損傷(1・2 号機)、送電線路のトリップ
(3・4 号機)、近傍盛土の崩壊に伴う鉄塔倒壊(5・6 号機)等により、全ての外部電源を
喪失。
<被害の原因と現行の対応状況>
○ 第一発電所の開閉所の電気設備が損傷した原因は、地震動が開閉所設備に適用され
る民間規格の設計基準を超過したこと等であることが判明。
○ 近傍盛土の崩壊に伴い送電鉄塔が倒壊したことに関し、保安院の指示に従い、各事
業者が現地踏査等による盛土・急傾斜地・地滑りの評価を実施。
○ 外部電源の信頼性について、保安院の指示に従い、各事業者が変電所の停電等の想
定事象における外部電源喪失の可能性を評価し、必要に応じ対策を立案・実施。
<技術的知見と対策>
○ 東北地方太平洋沖地震に際し、交流電源確保の成否が原子力発電所の安全確保の結
果に大きな差異を生じたことを踏まえ、原子力発電所に直接繋がる変電所までを規
制上の視野に入れた外部電源の信頼性向上が必要。
○ 原子力発電所内開閉所の多重化されていない電気設備の損傷により外部電源が喪
失したことを踏まえ、開閉所の設備の耐震性を向上させることが必要。
○ 外部電源の電気設備の損傷により、送電の復旧に長時間を要したケースがあったこ
とを踏まえ、重大な事故に至るリスクを低減するため、外部電源の復旧の迅速化が
必要。例えば、作業に必要な資機材等を準備することが求められる。また、送電線路
の損傷箇所を迅速に特定する設備を導入することが求められる。
Ⅱ-1 地震による外部電源の被害と影響
(1)各原子力発電所の外部電源の被害の状況
原子力発電所の外部電源は、所外の変電所設備並びに送電線設備、及び所内の開閉
所設備から構成されている(図Ⅱ-1-1 参照)。
東北地方太平洋沖地震では、東通原子力発電所（以下、「東通発電所」という。）、
女川発電所、第一発電所、第二発電所、及び東海第二発電所の外部電源 22 回線のうち、
地震後に電力供給できたのは女川発電所及び第二発電所の 3 回線に過ぎず、工事中
又は作業中で停止していた 2 回線も含め他の 19 回線は系統中の電気設備のどこか
に地震による損傷等が生じ電力供給が停止した(図Ⅱ-1-2～Ⅱ-1-6、表Ⅱ-1-1～Ⅱ
-1-6 参照)。
この中には、原子力発電所内外の電気設備が地震動により損傷又はトリップした
ケースのほか、接続する変電所の更に上位系統が停電したケース(東通発電所、東海
第二発電所)、鉄塔が倒壊したケース(第一発電所 5・6 号機)などが含まれる。
原子力発電所内の開閉設備については、第一発電所において地震動で一部の遮断
器又は断路器が損傷したため受電できなかったが、他の原子力発電所(東通発電所、
女川発電所、第二発電所、東海第二発電所)においては、概ね受電能力に影響する被
害はなかった。
(2)外部電源に関する設備損傷等の原因と対応状況
①変電所及び開閉所の電気設備
第一発電所、第二発電所、女川発電所及び東海第二発電所の送電線が接続する変
電所において、地震動により断路器、避雷器等の損傷が発生した。また、これら以外
にも、原子力発電所に直接繋がるものではないが、第一発電所及び第二発電所が接
続する新福島変電所において遮断器等の損傷が発生しており、東京電力が損傷原因
に関する詳細評価を実施した。また、原子力発電所内の開閉所設備については、東京
電力が第一発電所の遮断器及び断路器の損傷に関する解析による詳細評価を実施
した。それらによると、地震動が当該設備に適用されている民間規格の設計基準を
上回ったことや地震動により損傷した機器の荷重が電線により接続されている機
器に加わったことなどにより、損傷が発生したと推定されている。
また、今般の地震で損傷が発生した第一発電所の大熊線 1 号線及び 2 号線に接続
する開閉所の遮断器(図Ⅱ-1-7 参照)は、いずれも 1978 年に設置された ABB(気中
遮断器(空気))であった。ABB を含むがいし型遮断器は、タンク型遮断器(ガス絶縁開
閉装置(GIS) (図Ⅱ-1-8 参照)等)に比べ耐震性能が低いとの調査結果が 1978 年の
電気協同研究会によって示されており、GIS の方が保守点検の利便性が高いこと等
とも併せて、現状において 8 割以上の開閉所の遮断器は GIS となっていたが、第一
発電所においては全ての遮断器が ABB 型のままであった(表Ⅱ-1-7 及びⅡ-1-8 参
照)。
②送電鉄塔
東北地方太平洋沖地震において、原子力発電所に送電する送電線を支える送電鉄
塔そのものが地震動による揺れで倒壊したものは確認されていない。なお、第一発
電所 5・6 号機は、外部電源の送電線路(夜の森線 1・2 号線)の鉄塔 1 基が近傍の盛土
の崩壊に巻き込まれて倒壊し、外部電源喪失に至ったと考えられる(図Ⅱ-1-9 参
照)。
各事業者は、保安院からの指示を受け、現地踏査等による盛土・急傾斜地・地滑り
の評価を実施し、今後、評価結果を踏まえ必要に応じ対策を行うこととしている。
③電線の支持がいし
電線の支持がいしについては、長幹支持がいしの損壊が多数発生した(図Ⅱ-1-10
参照)。
これを受け、事業者は、遅くとも平成 23 年度内には長幹支持がいしの懸垂がいし
等への取替や長幹支持がいしへの免震金具の取付けなどの信頼性向上策を講じる
こととしている。
④その他(避雷器等の損壊、トリップ、電力供給の信頼性)
避雷器については、簡易な作業により復旧が可能であるものの、地震動による避
雷器の損傷で原子力発電所の外部電源の喪失が生じたケースがある。
また、送電機能に影響する設備被害が生じていない場合であっても、一時的な短
絡・地絡等によるトリップで送電が停止したケースがあり、これらの健全性を確認
した上で復旧するまでには時間を要している。
原子力発電所等への電力供給の信頼性については、各事業者において、保安院か
らの指示（4 月 15 日）に従い、1 変電所の全停電等の厳しい条件を想定して影響を
評価し、外部電源が喪失しないか、あるいは外部電源喪失が発生しても尐なくとも
送電系統の切換えによる早期復旧が可能となるよう、必要に応じ対策を講じること
としている。
Ⅱ-2 外部電源設備に関する規制の現状
外部電源設備(変電所、送電線、所内開閉所等の原子力発電所に直接給電する電気
設備）については、発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査
指針 (原子力安全委員会) において、異常発生防止系 (PS) のうち、一般産業施設
と同等以上の信頼性を有するもの (クラス 3) として位置付けられている。(注:異
常影響緩和系(MS)としての位置付けはない。)
また、原子力安全委員会では、外部電源に対し更なる信頼性を図るために送電線
の独立性の強化を求めるなど関連する指針の改訂を進めている。
Ⅱ-3 外部電源に関する技術的知見とそれを踏まえた対策
【目標 1】～地震等による長時間の外部電源喪失の防止～
要件 1 原子力発電所の外部電源の信頼性向上
第一発電所では、後述のとおり津波により施設内の電気設備が水没・被水により
機能喪失したため、外部電源が機能していたとしても受電を継続することは難しか
ったと考えられるが、外部電源の喪失が復旧作業を困難にする一因となるなどシビ
アアクシデントの進展防止を阻害する要因の一つとなった。また、外部電源を含む
何らかの交流電源を利用することができた女川発電所、第二発電所及び東海第二発
電所では、地震後の津波による被害を受けてもシビアアクシデントに至ることなく
冷温停止に移行する等の緊急時対応を実施できたことに留意する必要がある。
外部電源の信頼性については、地域全体の停電や山間部を通る送電線路の途絶な
どによる外部電源喪失のリスクがあるため、原子力発電所の安全確保を外部電源に
過度に依存することは適当ではない。しかしながら、東北地方太平洋沖地震に際し、
交流電源確保の成否が原子力発電所の安全確保の結果に大きな差異をもたらした。
従って、シビアアクシデントのリスク低減及び事故後の復旧作業容易化のため、
外部電源の信頼性を向上させることが必要。
対策 1 外部電源系統の信頼性向上
現状では、原子力発電所外の施設は原子力安全確保の観点からの規制対象ではな
いが、尐なくとも原子力発電所に直接繋がる変電所までを規制の視野に入れた上で、
異なるルート（送電線及び変電所）からの給電を確保するなどにより、1 つのルー
トを失っても当該発電所が外部電源喪失にならないよう外部電源系統の信頼性を
高いものとすることが求められる。
対策 2 変電所設備の耐震性向上
変電所設備の信頼性を向上させるため、原子力発電所に直接接続される全送電線
路の直近変電所引出口に施設される断路器について、今般の地震で損傷した新福島
変電所の断路器と同型の断路器の構造改良並びに高強度がいし及びガス絶縁機器
の採用を行うなどにより、耐震性を強化した断路器の回線を 2 回線以上確保するこ
とが求められる。
要件 2 原子力発電所の開閉所設備の耐震性向上
原子力発電所の開閉所設備の耐震性を向上する必要がある。
なお、変電所では、電気設備の多重化が図られており、一部の機器に損傷が発生して
も当該箇所の切離し等により機能を維持できる可能性がある(図Ⅱ-1-11 参照)。
原子力発電所の開閉所については、第一発電所において一部の遮断器及び断路器が
地震により損傷し、これが外部電源喪失の一因となった。開閉所内の個々の送電設
備は多重化されていないため、より系統のどこかに損傷が発生すると外部電源喪失
に繋がる可能性が高い。
対策 3 開閉所設備の耐震性向上
開閉所の電気設備(遮断器、断路器等)の地震による機能喪失のリスクを低減させ
るため、耐震性の強化及び設備の多重化等を組み合わせるなどにより、耐震性を向
上させることが求められる。また、がいし型遮断器(空気遮断器(ABB)等)については
地震による機能喪失リスクを評価した上でタンク型遮断器（ガス絶縁開閉装置
（GIS）等）等への設備の更新等を行うことが求められる。
要件 3 外部電源の復旧の迅速化
東北地方太平洋沖地震では、遮断器のトリップによる送電の停止が多数発生した
他、変電所又は送電線の電気設備が損傷したため、例えば東海第二発電所に接続す
る送電線路では設備を復旧し、送電を再開するまでに数日以上の時間を要したケー
スがあった(注:東海第二発電所では非常用 DG により電源を確保)。また、外部電源
による安定的な電力供給を回復できれば、シビアアクシデント等の重大な事故に至
るリスクを低減することができる。
従って、地震等により損傷した外部電源設備の復旧を迅速化することが必要であ
る。

原子炉の脆性破壊：井野博満